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International Conference on Nuclear Engineering
International Conference on Nuclear Engineering
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1.
UNCERTAINTY QUANTIFICATION OF SEISMIC RESPONSE OF REACTOR BUILDING CONSIDERING DIFFERENT MODELING METHODS
机译:
考虑不同造型方法反应堆建筑地震响应的不确定性量化
作者:
Byunghyun Choi
;
Akemi Nishida
;
Ken Muramatsu
;
Tatsuya Itoi
;
Tsuyoshi Takada
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
NPP;
SPRA;
3D FE;
Uncertainty quantification;
2.
PUBLIC ENGAGEMENT OF NUCLEAR ENERGY IN CHINA: THE CHARACTERISTICS OF PUBLIC KNOWLEDGE, RISK PERCEPTION, TRUST PERCEPTION AND ENVIRONMENTAL CONCERN
机译:
核能在中国的公众参与:公共知识,风险感知,信任感知和环境问题的特点
作者:
Priscilla Obeng Oforiwaa
;
Zhang Chao
;
Liang Manchun
;
Su Guofeng
;
Wang Jiahao
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Public Engagement;
Public Knowledge;
Perceived Risk;
Perceived Trust;
Environmental Concern;
3.
RESEARCH ON OPERATING STRATEGY OF TOTAL LOSS OF ESSENTIAL SERVICE WATER SYSTEM WITH RHR NOT CONNECTED IN PWR UNIT
机译:
rhr在PWR单元中没有连接的基本维修水系统总丧失的操作策略研究
作者:
Shengtao Zhang
;
Ke Yi
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Essential Service Water System;
failure analysis;
operating strategy;
strategy validation;
4.
SIMULATION AND CONSTRUCTION OF FAST NEUTRON MULTI-COUNTER BASED ON LIQUID FLASH
机译:
基于液体闪光的快节中子多计数器的仿真与构造
作者:
Qifan Chen
;
Quanhu Zhang
;
Suxia Hou
;
Sufen Li
;
Jianqing Yang
;
Xianghua Su
;
Linjun Hou
;
Zhichun Xu
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Fast Neutron Multi-Counter;
Monte-Carlo method;
Attribute authentication;
5.
IMPACT OF CLIMATE CHANGE ON EDF'S NUCLEAR FACILITIES: CLIMATE WATCH APPROACH
机译:
气候变化对EDF核设施的影响:气候手表方法
作者:
L. Guinard
;
S. Parey
;
H. Cordier
;
L. Grammosenis
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Climatic Hazards;
Climate Change;
Safety;
PWR;
6.
THE CHOICE OF MOSFET MANUFACTURING TECHNIQUE USED IN EMERGENCY RESPONSE ROBOT
机译:
应急响应机器人的MOSFET制造技术的选择
作者:
Liu Yining
;
Wang Renze
;
Yang Yapeng
;
Zhang Jiangang
;
Wang Ning
;
Feng Zongyang
;
Jia Linsheng
;
Liang Boning
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
total ionizing dose;
threshold voltage shift;
MOSFET;
emergency response robot;
7.
RESEARCH ON THE SIMULATION OF RADIOGRAPHIC IMAGING BASED ON COSMIC-RAY MUON SCATTERING AND THE OPTIMIZATION OF POCA
机译:
基于宇宙射线散射的射线照相成像仿真研究及POCA优化
作者:
Lin-jun Hou
;
Quan-hu Zhang
;
Yong-gang Huo
;
Wen-ming Zuo
;
Qi-fan Chen
;
Xiang-hua Su
;
Zhi-chun Xu
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Muon scattering radiography;
Algorithm optimization;
Monte-Carlo simulation;
8.
LOCALIZATION OF RADIATION SOURCES USING RANDOMLY DISTRIBUTED DETECTORS
机译:
使用随机分布式检测器定位辐射源
作者:
Ke Li
;
Manchun Liang
;
Jie Yang
;
Dandan Yang
;
Hongmin Shen
;
Shuijun He
;
Fang Liu
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
radiation source;
localization;
distributed detectors;
9.
RESEARCH ON COOLING WATER SOURCE SAFETY MEASURES IN WATER INTAKE ENGINEERING OF COASTAL NPP
机译:
沿海NPP水摄入工程冷却水源安全措施研究
作者:
TANG Ben-jing
;
HOU Shu-qiang
;
WANG Yan-long
;
LI Jing
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
NPPs;
water intake engineering;
sewage;
Marine organisms;
cooling water source safety;
10.
DEVELOPMENT AND APPLICATION OF DOSE ASSESSMENT METHODOLOGY DURING IS-LOCA IN BWR PLANT
机译:
在BWR植物中is-loca期间剂量评估方法的开发与应用
作者:
Hironobu Iwanami
;
Tomoharu Hashimoto
;
Motoi Tanaka
;
Ryuichi Tayama
;
Satoshi Mizuno
;
Takashi Uemura
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
IS-LOCA;
Dose Assessment;
Flash Fraction;
11.
HEATING IMPACT ON CORROSION MECHANISM OF CARBON STEEL SURROUNDED BY BENTONITE
机译:
膨润土围绕碳钢腐蚀机理的加热影响
作者:
Masao Uyama
;
Hiroyuki Saito
;
Tomoya lioka
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Radioactive waste;
Corrosion;
Carbone steel;
Bentonite;
EIS;
12.
PERIODIC TESTS IMPROVEMENT OF EMERGENCY DIESEL GENERATOR UNITS IN NUCLEAR POWER PLANT
机译:
周期性测试核电站紧急柴油发电机单元的改进
作者:
Liu Fei
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
nuclear power plant;
emergency diesel-generator (EDG);
periodic test;
13.
Single Point Vulnerabilities Management Strategy Of Qinshan Nuclear Power Plant
机译:
秦山核电站单点脆弱性管理策略
作者:
Wang Hanlin
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
SPV (Single Point Vulnerability);
component criticality;
preventive maintenance;
14.
LEVEL 2 PSA OVERVIEW OF HPR1000 NUCLEAR POWER PLANT
机译:
HPR1000核电站的2级PSA概述
作者:
WANG Ziguan
;
LU Fang
;
YANG Benlin
;
CHEN Shi
;
HU Lingsheng
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
level 2 PSA;
severe accident;
Generation-Ⅲ NPP;
HPR1000;
15.
SIMULATION ANALYSIS ON THE PRESSURIZER DEGASSING SUB-SYSTEM OF MODULE SMALL REACTOR (ACP100)
机译:
模块小型反应器压力机脱气子系统仿真分析(ACP100)
作者:
Cai Zhiyun
;
Ren Yun
;
Lai Jianyong
;
Zhang Yulong
;
Liu Hang
;
Liu Xianghong
;
Liu Minghao
;
Ye Zhu
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Pressurizer Degassing;
Module Small Reactor (ACP100);
non-equilibrium multi-region model;
Degassing Transient;
16.
Study on Scattering Correction of the (60)~Co Gantry-Movable Dual-Projection Digital Radiography Inspection System
机译:
(60)〜龙门可移动双投影数字射线照相检测系统散射校正研究
作者:
Minzi Ni
;
Guangchao Li
;
Zhentao Wang
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Nuclear security;
Dual-Projection;
Scattering;
BP neural network;
17.
Numerical Study Of Fuel Melting And Molten Migration Based On The Mps Method
机译:
基于MPS方法的燃料熔化和熔融迁移的数值研究
作者:
Zhong Lei
;
Jian Deng
;
Wei Li
;
Xiaoli Wu
;
Chunrui Deng
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Moving Particle Semi-Implicit Method;
Rod-type fuel element;
High temperature melting;
Molten migration and solidification;
Severe accident;
18.
EXPERIMENTAL STUDY OF THE PROCESSES OF GAS-STEAM PRESSURIZER INSURGE TRANSIENTS
机译:
气蒸汽压力机防盗工艺的实验研究
作者:
Wang Bolong
;
Li Weihua
;
Jia Haijun
;
Li Jun
;
Hao Wentao
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Gas-steam pressurizer;
Pressure response;
Insurge transient;
19.
AN EXPERIMENTAL STUDY OF TWO-PHASE FLOW IN A TIGHT LATTICE USING WIRE-MESH SENSOR
机译:
用丝网传感器在紧密晶格中进行两相流的实验研究
作者:
Hengwei Zhang
;
Yao Xiao
;
Hanyang Gu
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
tight lattice;
air-water two-phase flow;
wire-mesh sensor;
void fraction;
bubble characteristics;
20.
NUMERICAL STUDY ON DISCHARGING CHARACTERISTICS OF PEBBLE CLUSTER FLOW IN PEBBLE BED
机译:
鹅卵石床上鹅卵石簇流量排出特性的数值研究
作者:
Liang Ge
;
Nan Gui
;
Xingtuan Yang
;
Jiyuan Tu
;
Shengyao Jiang
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
21.
EXPERIMENTAL STUDY ON GRAVITY DRIVEN DISCHARGING OF QUASI-TWO-DIMENSIONAL PEBBLE BED BASED ON MATHEMATICAL MORPHOLOGY
机译:
基于数学形态的准二维卵石床重力驱动排出的实验研究
作者:
Yujia Liu
;
Sifan Peng
;
Nan Gui
;
Xingtuan Yang
;
Jiyuan Tu
;
Shengyao Jiang
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
quasi-two-dimensional;
pebbles flow;
gravity driven discharging;
particle recognition;
mathematical morphology;
22.
STUDY ON COOLING PROCESS IN A REACTOR VESSEL OF SODIUM-COOLED FAST REACTOR UNDER SEVERE ACCIDENT: VELOCITY MEASUREMENT EXPERIMENTS SIMULATING OPERATION OF DECAY HEAT REMOVAL SYSTEMS
机译:
严重事故下钠冷却快速反应器反应器血管冷却过程的研究:速度测量实验模拟衰减散热系统的操作
作者:
Mitsuyo Tsuji
;
Kosuke Aizawa
;
Jun Kobayashi
;
Akikazu Kurihara
;
Yasuhiro Miyake
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
FBR;
Natural circulation flow field;
PIV;
23.
EXPERIMENTAL STUDY OF THE EFFECT OF HYDROGEN INFLOW ON PASSIVE CORE COOLING SYSTEM WITH NATURAL CIRCULATION FLOW
机译:
氢气流入对自然循环流动无源芯冷却系统的影响的实验研究
作者:
Yasunori YAMAMOTO
;
Masayoshi MORI
;
Kosuke ONO
;
Tetsuya TAKADA
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Isolation condenser;
Natural circulation;
Non-condensable gas;
24.
COORDINATED CONTROL SCHEME DESIGN OF A NUCLEAR HEATING REACTOR COGENERATION PLANT FOR BALANCING RENEWABLES
机译:
用于平衡可再生能源的核加热反应器热电联产厂的协调控制方案设计
作者:
Zhe Dong
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Cogeneration;
flexibility;
25.
SENSITIVITY ANALYSIS FOR RELEASE AND TRANSPORT BEHAVIOR OF RADIONUCLIDE OF THE 1F UNIT-1 ACCIDENT USING SAMPSON
机译:
使用SAMPSON的1F单元1事故放射性核素释放和传输行为的敏感性分析
作者:
Chiaki Kino
;
Hidetoshi Karasawa
;
Shunsuke Uchida
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
26.
EFFECTS OF DOMAIN-SIZE ON LARGE-EDDY SIMULATION FOR A FORCED-CONVECTION FLOW IN A PIPE WITH CIRCUMFERENTIALLY-VARYING HEAT FLUX
机译:
域大小对具有周向热通量的管道中强制对流流量的大涡流模拟的影响
作者:
Yasuo Hattori
;
Hitoshi Suto
;
Keisuke Nakao
;
Yuma Hasebe
;
Shuji Ishihara
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Forced convection;
Heat transfer;
Super structure;
Turbulence;
27.
IDENTIFY THE BROKEN LOOP AND BREAK SIZES OF RECIRCULATION LINE LOCA FOR A BWR6/MARK Ⅲ PLANT
机译:
识别BWR6 /MARKⅢ植物再循环线路LOCA的破碎环和断裂尺寸
作者:
Sheng-Dih Hwang
;
Te-Chuan Wang
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
MAAP5;
Break size;
LOCA;
BWR;
28.
A FAULT DIAGNOSIS METHOD BASED ON SIGNED DIRECTED GRAPH AND CORRELATION ANALYSIS FOR NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
基于核发生厂签署定向图的故障诊断方法及其相关性分析
作者:
Chongchong Liu
;
Guohua Wu
;
Congsong Yang
;
Yunwen Li
;
Qian Wu
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
nuclear power plants;
fault diagnosis;
signed directed graph;
expert system;
correlation analysis;
29.
METHOD FOR PROGNOSIS OF LBLOCA INITIATED EMERGENCY CONDITION
机译:
Lbloca预后的方法启动了紧急情况
作者:
WANG Ning
;
WANG Renze
;
YANG Yapeng
;
FENG Zongyang
;
JIA Linsheng
;
LIU Yining
;
LIANG Boning
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Prognosis;
Emergency Condition;
LBLOCA;
30.
DEVELOPMENT OF NEW ORGANIC IODINE FILTER FOR FCVS
机译:
用于FCV的新有机碘过滤器的开发
作者:
Kazuo Tominaga
;
Sohei Fukui
;
Motoi Tanaka
;
Tomoharu Hashimoto
;
Ryuichi Tayama
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
31.
DEVELOPMENT OF THREE-DIMENSIONAL DISTRIBUTION VISUALIZATION TECHNOLOGY FOR BORON USING ENERGY RESOLVED NEUTRON-IMAGING SYSTEM (RADEN)
机译:
利用能量分辨中子成像系统(加兰德)开发硼三维分布可视化技术
作者:
Yusuke Tsuchikawa
;
Joseph D. Parker
;
Takashi Kamiyama
;
Yuta Abe
;
Tetsuya Kai
;
Takenao Shinohara
;
Yuji Nagae
;
Yoshihiro Matsumoto
;
Yuji Ohishi
;
Ikken Sato
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F) Decommissioning;
Energy-Resolved Neutron-Imaging System (RADEN);
Boron Distribution;
Core Material Melting and Relocation (CMMR) Experiments;
Debris Retrieval;
Hardness;
Re-criticality;
32.
DEVELOPMENT OF A WATER INJECTION SYSTEM FUSIBLE PLUG FOR SEVERE ACCIDENTS AT NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
核电厂严重事故的水注水系统令人震惊的插头
作者:
Sei Hirano
;
Keisuke Sakemura
;
Daisuke Hirasawa
;
Keiji Sasaki
;
Yoshihisa Kiyotoki
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Fusible Plug;
Fusible Alloy;
Melt-Down;
Ex-vessel;
Severe Accident;
Lower Drywell Flooder System;
Molten Core;
33.
ARTIFICIAL NEURAL NETWORK MODEL FOR DIAGNOSING THE PERFORMANCE AND THE CONDITIONS OF AIR-OPERATED VALVES
机译:
用于诊断空气阀性能和空气阀的性能的人工神经网络模型
作者:
Taeyun Kim
;
Jangbom Chai
;
Chanwoo Lim
;
llyoung Han
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Air-operated valve;
Artificial Neural Network;
Conditions;
Diagnose;
Performance;
34.
STUDY ON METHODOLOGY AND APPLICATION OF SEISMIC-INDUCED FLOOD LEVEL 2 PSA FOR PWR IN CHINA
机译:
地震诱导洪水级2 PSA对中国PWR的方法与应用研究
作者:
LIU Yu
;
LI Wenjing
;
YU Yun
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Gen III PWR;
L2 PSA;
Internal Flood;
Seismic-induced Flood;
35.
Feasibility study of a new fabrication method for the Li4Si04 pebbles
机译:
LI4SI04鹅卵石新制造方法的可行性研究
作者:
R. Lo Frano
;
M. Puccini
;
E. Stefanelli
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Li4Si04;
Fabrication Method;
Breeder;
Fusion;
Experiments;
Mechanical Properties;
36.
NUCLEAR DATA SENSITIVITY AND UNCERTAINTY ANALYSIS FOR GENERALIZED RESPONSE WITH RMC CODE
机译:
RMC码广义响应的核数据敏感性和不确定性分析
作者:
Guanlin Shi
;
Conglong Jia
;
Shanfang Huang
;
Kaiwen Li
;
Lei Zheng
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
sensitivity and uncertainty analysis;
differential operator method;
reaction rate;
Monte Carlo;
RMC;
37.
NUMERICAL SIMULATION OF CONCRETE ABLATION AND CORIUM COOLING FOR MOLTEN CORIUM-CONCRETE INTERACTION (MCCI)
机译:
熔融芯混凝土相互作用混凝土烧蚀和芯片冷却的数值模拟(MCCI)
作者:
Zhichun Xu
;
Yapei Zhang
;
G.H. Su
;
Wenxi Tian
;
Suizheng Qiu
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
38.
EVALUATION OF DECAY DOSE RATES FOR EUROPEAN DEMO VACUUM VESSEL STRUCTURE
机译:
欧洲演示真空血管结构衰减剂量率的评价
作者:
Simona Breidokaite
;
Andrius Tidikas
;
Gediminas Stankunas
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
DEMO;
FISPACT;
MCNP;
NUCLEAR;
FUSSION;
39.
STUDY ON SEISMIC ISOLATION AND HI-FREQUENCY VIBRATION ISOLATION TECHNOLOGY FOR EQUIPMENT IN NUCLEAR POWER PLANT USING AERO FLOATING TECHNIQUE
机译:
航空浮动技术核电站设备地震隔离和高频隔振技术研究
作者:
Kiyotaka Takito
;
Osamu Furuya
;
Hiroshi Kurabayashi
;
Kunio Sanpei
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Earthquake Seismic-isolation Aero-floating Air levitation Pneumatic;
40.
SENSITIVITY ANALYSIS FOR DYNAMICAL RESPONSE OF REACTOR COOLANT SYSTEM BASED ON OPTIMUS
机译:
基于Optimus的反应器冷却剂系统动力响应灵敏度分析
作者:
Yuan Yanli
;
Ye Xianhui
;
Li Lijuan
;
Yuan Feng
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Reactor coolant system;
Seismic response;
Sensitivity analysis;
41.
THE SOLENOID VALVE FOR MAIN STEAM RELIEF VALVE ADAPTED UNDER SEVERE ACCIDENT
机译:
用于主蒸汽浮雕阀的电磁阀适应严重事故
作者:
Nobuo Kojima
;
Koji Nlshino
;
Keisuke Sakemura
;
Kengo Kobayashi
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Solenoid Valve;
Severe Accident (SA);
The Main Steam Relief Valves (MSSRVs);
42.
DEEP GOUGING TECHNIQUE FOR FUEL DEBRIS RETRIEVAL IN FUKUSHIMA DAIICHI
机译:
福岛Daiichi燃料碎片检索的深层刨精能技术
作者:
Ioana Doyen
;
Christophe Chagnot
;
Christophe Journeau
;
Emmanuel Porcheron
;
Thomas Gelain
;
Damien Roulet
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Laser cutting;
Deep gouging;
Fukushima Daiichi dismantling;
Fuel Debris Retrieval - Corium;
43.
RESEARCH ON FAULT DIAGNOSIS BASED ON HIERARCHICAL SIGNED DIRECTED GRAPH FOR NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
基于分层签名指导图的核电厂的故障诊断研究
作者:
Wu Guohua
;
Wang Jiaxin
;
Yuan Diping
;
Xiao Yiqing
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Nuclear power plants;
Fault detection and diagnosis;
Signed directed graph;
three-layer structure;
44.
AN IMAGE QUALITY IMPROVEMENT METHOD BASED ON NEURAL NETWORK FOR DIGITAL RADIOGRAPHY SECURITY INSPECTION SYSTEM
机译:
基于神经网络的数字射线照相安全检查系统的图像质量改进方法
作者:
Zhiying Leng
;
Zhentao Wang
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Digital radiography;
Deep learning;
CNN;
Image quality improvement;
45.
WEAKLY SUPERVISED DEEP NEURAL NETWORK FOR BEARING FAULT DIAGNOSIS
机译:
弱势监督深度神经网络,用于轴承故障诊断
作者:
Daisuke Miki
;
Kazuyuki Demachi
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
46.
METHODOLOGY DEVELOPMENT FOR TRANSIENT FLOW DISTRIBUTION ANALYSIS IN HIGH TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR
机译:
高温气冷反应堆瞬态流动分布方法的方法论
作者:
Takeshi Aoki
;
Hiroyuki Sato
;
Hirofumi Ohashi
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Thermal-hydraulics;
High Temperature Gas-cooled Reactor;
47.
FLOW PATTERN TRANSITION CRITERIA FOR UPWARD TWO-PHASE FLOW INANNULUS
机译:
向上两相流inAnnuly的流量模式转换标准
作者:
He Wen
;
Zhao Chenru
;
Bo Hanliang
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Flow pattern;
Transition criteria;
Annulus;
Concurrence ratio;
48.
NUMERICAL INVESTIGATION ON HEAT TRANSFER TO SUPERCRITICAL WATER FLOWING UPWARD IN A 4-M LONG BARE VERTICAL CIRCULAR TUBE
机译:
在4米长裸露圆管向上流动到超临界水流的数值研究
作者:
Dong Yang
;
Qixian Wu
;
Lin Chen
;
Igor Pioro
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Supercritical fluid;
Heat transfer;
Long bare tube;
Numerical model;
49.
EXPERIMENTAL STUDY ON TRANSIENT HEAT TRANSFER FOR HELIUM GAS FLOWING IN A MINICHANNEL
机译:
百微烷基流动氦气瞬态传热的实验研究
作者:
Feng XU
;
Qiusheng LIU
;
Satoshi KAWAGUCHI
;
Makoto SHIBAHARA
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
50.
THERMO-MECHANICAL ANALYSIS OF INSTRUMENTATION GUIDE TUBE FAILURE DURING A SEVERE ACCIDENT IN A NORDIC BOILING WATER REACTOR
机译:
北欧沸水反应器中严重事故中仪器仪表导管仪器的热机械分析
作者:
Ying Yue
;
Walter Villanueva
;
Hongdi Wang
;
Dingqu Wang
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
severe accident;
instrumentation guide tube;
timing;
failure mode;
51.
COGENERATION OF MULTI-MODULAR HIGH TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR BASED ON CU-CL CYCLE AND HIGH TEMPERATURE ELECTROLYSIS
机译:
基于Cu-Cl循环和高温电解的多模块化高温气体冷却反应器的热电联产
作者:
Liu Miao
;
Dong Zhe
;
Li Bowen
;
Jiang Di
;
Huang Xiaojin
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
MHTRG;
cogeneration;
load following;
Cu-Cl cycle;
high temperature electrolysis;
52.
NATURAL-CONVECTIVE TRANSPORT MODEL OF RADON FROM BUILDING FROM BUILDING MATERIALS INTO INDOOR ATMOSPHERE
机译:
从建筑物到室内大气建造氡的自然对流运输模型
作者:
Shengyang FENG
;
Puxin CHEN
;
Yu CUI
;
Yurong WU
;
Ce LI
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Natural convection;
Indoor radon;
Numerical simulation;
Radon exhalation;
Modeling;
53.
EXPERIMENTAL AND NUMERICAL INVESTIGATION OF THERMAL PERFORMANCE OF SYNTHETIC JET IMPINGEMENT
机译:
合成喷射冲击热性能的实验性和数值研究
作者:
Pushpanjay K. Singh
;
Rohit Kothari
;
Santosh K. Sahu
;
Prabhat K. Upadhyay
;
Shashwat Singh
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Numerical simulation;
Synthetic jet;
excitation frequency;
vortex formation;
electronic cooling;
54.
DEPOSITION VELOCITY AND PENETRATION EFFICIENCY IN A SQUARE CHANNEL USING A LAGRANGIAN-BASED MODELING APPROACH
机译:
使用基于拉格朗日的建模方法的方形通道沉积速度和穿透效率
作者:
Byung-Hee Choi
;
Daniel Orea
;
Thien Nguyen
;
N.K. Anand
;
Yassin Hassan
;
Piyush Sabharwall
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Particulate;
Two-Phase;
Simulation;
Turbulent;
Computational Fluid Dynamics (CFD);
55.
MEASUREMENT OF THERMAL DECOMPOSITION TEMPERATURE AND RATE OF SODIUM HYDRIDE
机译:
测量热分解温度和氢化钠速率
作者:
Munemichi Kawaguchi
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Decommissioning;
Cold trap;
Thermolysis;
Thermal decomposition;
Sodium hydride;
TG-DTA;
56.
THE EXPERIMENTAL RESEARCH ON THE MECHANICAL CHARACTERISTICS OF THE NEWLY DESIGNED FUEL ROD SUPPORTING STRUCTURE OF SPACER GRID
机译:
垫片栅格新设计燃料杆支撑结构力学特性的实验研究
作者:
Quan-yao Ren
;
Zeng-ping Pu
;
Mei-yin Zheng
;
Jie Chen
;
Mian Qin
;
Yuan-Ji Han
;
Yuan Peng
;
Ping Chen
;
Rui-rui Zhao
;
Jian-wei Li
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Spacer grid;
supporting structure;
deformation-load;
spring;
dimple;
57.
MODELLING OF THE H2020 INSPYRE FUEL CREEP EXPERIMENT
机译:
H2020 Inspyre燃料蠕变实验的建模
作者:
Alexander Fedorov
;
Kevin Zwijsen
;
Sander van Til
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Nuclear Fuel;
on-line creep measurement;
numerical model;
58.
RESEARCH ON FAULT DIAGNOSIS OF REACTOR COOLANT ACCIDENT IN NUCLEAR POWER PLANT BASED ON RADIAL BASIS FUNCTION AND FUZZY NEURAL NETWORK
机译:
基于径向基函数和模糊神经网络的核电厂反应堆冷却剂事故的故障诊断研究
作者:
Pengpeng Sun
;
Yong Liu
;
Guohua Wu
;
Zhiyong Duan
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
nuclear safety;
reactor coolant system;
fault diagnosis;
neural network;
fuzzy system;
59.
THERMAL EFFICIENCY OPTIMIZATION OF A MODULAR HIGH TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR PLANT BY EXTRACTION STEAM DISTRIBUTION
机译:
用提取蒸汽分布进行模块化高温气体冷却反应器厂的热效率优化
作者:
Di Jiang
;
Zhe Dong
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
MHTGR;
Heat regenerative system;
Thermal efficiency optimization;
Modular modeling;
60.
INVESTIGATING STRUCTURAL RESPONSE OF PRESSURE REDUCING VALVE OF SUPERCRITICAL STEAM GENERATOR SYSTEM UNDER CYCLIC MOMENTS, THERMAL TRANSIENT, AND PRESSURE LOADINGS
机译:
循环时刻,热瞬态和压力载荷下超临界蒸汽发生器系统减压阀的结构响应
作者:
Nak-Kyun Cho
;
Pavitra Bansal
;
Antony M Hurst
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
61.
APPLICATION OF AHP - FUZZY EVALUATION METHOD IN NUCLEAR POWER PLANT SITE SELECTION
机译:
AHP - 模糊评价方法在核电厂场地选择中的应用
作者:
Yujie Sun
;
Changzhi Chen
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Nuclear Power Plants;
Site Selection;
AHP;
Fuzzy Evaluation;
62.
REFORMS AND INNOVATIONS IN A NUCLEAR ENGINEERING COURSE: NUCLEAR POWER PLANT SYSTEMS AND EQUIPMENT
机译:
核电工程课程的改革与创新:核电站系统和设备
作者:
Shanfang Huang
;
Jiageng Wang
;
Yisheng Hao
;
Guodong Liu
;
Minyun Liu
;
Yugao Ma
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Nuclear Education;
NPP Operation System;
Safety System;
Course Innovation;
Teaching Method;
63.
STUDY ON EUTECTIC MELTING BEHAVIOR OF CONTROL ROD MATERIALS IN CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS OF SODIUM-COOLED FAST REACTORS: (2) Thermophysical Properties of Eutectic Mixture Containing of High Concentration Boron in a Solid State
机译:
钠冷却快速反应器核心破坏性事故中对照杆材料的共晶熔化行为研究:(2)固态高浓度硼含有高浓度硼的热物理性质
作者:
Toshihide Takai
;
Tomohiro Furukawa
;
Hidemasa Yamano
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Boron Carbide;
Fast Reactor;
Severe Accident;
Stainless Steel;
64.
REVIEW OF APPLICATION ON DYNAMIC FAULT TREE METHOD IN NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
核电厂动态故障树法应用综述
作者:
Wu Guohua
;
Yuan Diping
;
Xiao Yiqing
;
Wang Jiaxin
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
dynamic fault tree;
modularity;
Bayesian network;
Monte Carlo;
65.
ANALYTICAL STUDY ON REMOVAL MECHANISMS OF CESIUM AEROSOL FROM A NOBLE GAS BUBBLE RISING THROUGH LIQUID SODIUM POOL
机译:
通过液体钠池中升起惰性气泡铯气泡去除机制的分析研究
作者:
Shinya Miyahara
;
Munemichi Kawaguchi
;
Hiroshi Seino
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Noble Gas Bubble;
Cesium;
Aerosol;
Sodium Pool;
Decontamination Factor;
66.
DISCUSSION OF WATER QUALITY FACTORS AFFECTING (137~C_S ADSORPTION AND THE RELATIONSHIP BETWEEN (137)C_s-K_d AND FLOW RATE IN FRESHWATER
机译:
探讨水质因素的影响(137〜C_SS吸附和(137)C_S-K_D和淡水流速之间的关系
作者:
Jiaxin Wang
;
Liuguo Zhang
;
Jingyuan Qu
;
Guohua Wu
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
(137)~Cs;
distribution factor K_d;
particle form;
freshwater;
flow rate;
inland nuclear power plant;
67.
ANALYSIS OF TRANSIENT CORIUM POOL STRUCTURE IN THE LOWER PLENUM OF REACTOR VESSEL
机译:
反应堆血管下层瞬态脊髓池结构分析
作者:
Liang Chen
;
Hua Pang
;
Ximing Xie
;
Lei Zhong
;
Rong Cai
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Severe accident;
Corium pool structure;
In-Vessel Retention;
Critical Heat Flux;
MAAP5 code;
68.
TECHNOLOGY OF PHASED ARRAY ULTRASONIC TESTING ON JET PUMP BEAM INSTALLED IN REACTOR PRESSURE VESSEL
机译:
电泵压力容器中喷射泵梁相控阵超声波检测技术
作者:
Shunsuke Sasaki
;
Setsu Yamamoto
;
Toshiaki Takada
;
Keiji Matsunaga
;
Kohei Uraguchi
;
Ikuko Kameyama
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Jet pump beam;
Inspection;
Phased array ultrasonic testing;
69.
NUCLEAR REGULATORY ACCEPTANCE OF CERTIFIED PROCESS DATA RECONCILIATION (CPDR)
机译:
核监管认证过程数据和解(CPDR)
作者:
Andy Jansky
;
Magnus Langenstein
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Certified process data reconciliation;
CPDR;
VDI 2048;
ASME PTC 19.2048;
power recovery;
power uprate;
MUR;
lost MW;
contradiction-free data;
digital twin;
nuclear regulator;
plant optimization;
basis for digital revolution;
70.
RESEARCH ON PROBABILISTIC SAFETY ASSESSMENT (PSA) METHOD OF SAFETY CLASS DISTRIBUTED CONTROL SYSTEM (DCS) IN NUCLEAR POWER PLANT BASED ON FUZZY MARKOV PROCESS
机译:
基于模糊马尔可夫工艺的核电站安全类分布式控制系统(DCS)概率安全评估(PSA)方法研究
作者:
TIAN Xufeng
;
Yan Hao
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
PSA;
fuzzy fault tree;
fuzzy Markov process;
DCS;
Monte Carlo;
71.
A PRELIMINARY STUDY ON NEUTRONIC PERFORMANCE OF THE SPALLATION TARGET WITH THE PROTON BEAM VARIATION
机译:
质子梁变化介绍靶的中性性能初步研究
作者:
Junjie Zhou
;
Qin Zeng
;
Jinchen Yang
;
Yi Yang
;
Ying Shi
;
Yanyi Jiang
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Spallation target;
FLUKA;
beam position;
neutron flux;
energy deposition;
72.
DEVELOPMENT OF SAFETY-ENHANCED FAST REACTOR BY USING MINOR ACTINIDE BEARING INTERNAL BLANKET
机译:
使用少量滑动轴承内毯开发安全增强的快电抗器
作者:
Sho Fuchita
;
Koji Fujimura
;
Kazuhiro Fujimata
;
Satoshi Takeda
;
Toshikazu Takeda
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
SFR;
Void Reactivity;
Sodium Plenum;
Backup CR Standby Position;
Inherent Safety;
ULOF;
UTOP;
73.
RESEARCH ON NATURAL CONVECTION OF TWO-LAYER CORIUM POOLS
机译:
两层鸡肉池自然对流研究
作者:
Simin Luo
;
Hongping Sun
;
Yapei Zhang
;
Junmei Wu
;
Suizheng Qiu
;
Guanghui Su
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Severe accident;
corium pool;
IVR;
natural convection;
74.
STUDY ON IRRADIATION DAMAGE OF RPV STEELS BASED ON COUPLING CLUSTER DYNAMICS AND CRYSTAL PLASTICITY FINITE ELEMENT METHOD
机译:
基于耦合簇动力学和晶体塑性有限元法的RPV钢辐射损伤研究
作者:
Xiaotong Wang
;
Ying Luo
;
Yuanyuan Dong
;
Weihua Yao
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Reactor pressure vessel;
Irradiation damage;
Cluster dynamics;
Crystal plasticity finite element;
75.
VALIDATION OF ANALYSIS MODELS ON RELOCATION BEHAVIOR OF MOLTEN CORE MATERIALS IN SODIUM-COOLED FAST REACTORS BASED ON THE MELT DISCHARGE EXPERIMENT
机译:
基于熔体放电实验的钠冷却快速反应器中熔融芯材料迁移行为分析模型的验证
作者:
Kai IGARASHI
;
Takaaki SAKAI
;
Ken-ichi MATSUBA
;
Ryoji ONUKI
;
Shinya KATO
;
Kenji KAMIYAMA
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Sodium-cooled fast reactor;
Core disruptive accident;
Relocation of molten core material;
SIMMER-III;
76.
EXPERIMENTAL VALIDATION OF CFD MODELS CAPTURING THE THERMAL-HYDRAULICS IN LIQUID METAL COOLED REACTOR PLENA
机译:
CFD模型的实验验证捕获液态金属冷却反应器玻璃液中热液压的实验验证
作者:
Brendan Ward
;
Thomas Hopkins
;
Hitesh Bindra
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
77.
EXPERIMENTAL STUDY OF THERMAL AND HYDRAULIC CHARACTERISTICS OF PRESSURIZER-TYPE HEATING CONTAINER DURING BLOWDOWN PROCESS
机译:
排污过程中加压型加热容器热电液特性的实验研究
作者:
Bingzheng Ke
;
Puzhen Gao
;
Bo Wang
;
Bowen Chen
;
Ru Li
;
Ruifeng Tian
;
Kun Cheng
;
Chuan Lu
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Blovvdown;
LOCA;
thermal hydraulic characteristics;
pressurizer-type heating container;
78.
EXPERIMENTAL STUDY OF PURE STEAM AND STEAM-AIR MIXTURE CONDENSATION ON A VERTICAL CHROME-PLATED TUBE
机译:
纯蒸汽和蒸汽空气混合凝结在垂直镀铬管上的实验研究
作者:
Zesheng Niu
;
Guangming Fan
;
Jie Cheng
;
Wei Li
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Chrome-plated tube;
Condensation heat transfer;
Steam-air mixture;
79.
NUMERICAL STUDY OF COLLISION BEHAVIOR OF MELT DROPS DURING FUEL-COOLANT INTERACTION
机译:
燃料冷却剂相互作用期间熔体液滴碰撞行为的数值研究
作者:
Panpan Wen
;
Gen Li
;
Jinchen Gao
;
Yupeng Li
;
Akifumi Yamaji
;
Junjie Yan
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Droplet collision;
FCI;
numerical simulation;
80.
ANALYSIS OF THE BEHAVIOR OF DROPLET IMPINGING ON A CURVED DRY WALL IN A ROTATING FLOW FIELD
机译:
旋转流场中弯曲干壁滴注液滴的行为分析
作者:
Shuo Ouyang
;
Zhenqin Xiong
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Steam water separator;
Droplet impact;
Image processing;
81.
NEUTRONICS AND THERMAL HYDRAULICS COUPLED 3-D CALCULATION OF PRESSURE-TUBE DEFORMATION
机译:
中型和热液压耦合3-D压力管变形计算
作者:
Eunhyun Ryu
;
Hangyu Joo
;
Seungyul Yoo
;
Jongyub Jung
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Pressure tube;
PHWR;
derating;
radial expansion;
axial sagging;
three-dimensional space;
82.
HIGH-ENERGY X-RAY CT MEASUREMENT OF VOID FRACTION DISTRIBUTION AROUND PART LENGTH RODS IN A ROD BUNDLE AT HIGH PRESSURE AND TEMPERATURES
机译:
高压和温度下杆束中零件长度杆周围空隙分布的高能X射线CT测量
作者:
Takahiro Arai
;
Atsushi Ui
;
Masahiro Furuya
;
Riichiro Okawa
;
Tsugumasa liyama
;
Shota Ueda
;
Kenetsu Shirakawa
;
Kazuaki Kito
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
5×5 rod bundle;
Void fraction distribution;
Boiling two-phase flow;
Linear accelerator-driven high-energy X-ray computed tomography;
Part length rod;
83.
Analysis of Droplet Impacting on Inclined Wall
机译:
倾斜壁液滴分析
作者:
Bowen Chen
;
Bo Wang
;
Bingzheng Ke
;
Ru Li
;
Ruifeng Tian
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Steam-water separation;
Droplet impacting;
Inclined wall;
84.
CALCULATION AND ANALYSIS OF STEAM HAMMER IN MAIN STEAM PIPE IN HPR1000
机译:
HPR1000主蒸汽管中蒸汽锤的计算与分析
作者:
PeiYu
;
Jiaming Wang
;
Huiyun Ma
;
Haifeng Gu
;
Changqi Yan
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Steam hammer;
Main steam system;
PIPENET;
Length of straight pipe;
Valve closing time;
85.
SYNERGETIC OXIDATION IN ALKALINE IN-SITU LEACHING URANIUM: A PRELIMINARY CASE STUDY
机译:
碱性原位浸出铀的协同氧化:初步案例研究
作者:
Wensheng LIAO
;
Weimin QUE
;
Liming WANG
;
Zhiming DU
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
synergetic oxidation;
strong oxidants;
alkaline leach;
in-situ leaching uranium;
86.
PREVENTING NUCLEAR FUEL MATERIAL ADHESION ON GLOVE BOX COMPONENTS USING NANOPARTICLE COATING
机译:
使用纳米粒子涂层防止核燃料材料对手套箱组件的粘附性
作者:
Tomoomi Segawa
;
Koichi Kawaguchi
;
Katsunori Ishii
;
Masahiro Suzuki
;
Joji Tachihara
;
Kiyoto Takato
;
Takatoshi Okita
;
Hiroshi Satone
;
Michitaka Suzuki
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Nanopaticle coating;
Acrylic panel;
MOX;
UO_2;
Centrifugal method;
Adhesion;
87.
EMERGENCY ACTION LEVEL STUDY IN REPROCESSING FACILITY
机译:
再处理设施的紧急行动水平研究
作者:
WANG Renze
;
ZHANG Jiangang
;
Yang Yapeng
;
FENG Zongyang
;
JIA Linsheng
;
WANG Ning
;
LIU Yining
;
LIANG Boning
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
emergency action level;
reprocessing facility;
quantification;
88.
NUMERICAL SIMULATION METHOD RESEARCH ON PELLET-CLADDING MECHANICAL INTERACTION BASED ON ABAQUS SOFTWARE
机译:
基于ABAQUS软件的颗粒包层机械交互的数值模拟方法研究
作者:
Changbing Tang
;
Yongjun Jiao
;
Yuanming Li
;
Yi Zhou
;
Kun Zhang
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
nuclear fuel rod;
finite element;
MPS defect;
PCI;
89.
INCORPORATING FLEX STRATEGIES IN MULTI-UNIT PROBABILISTIC RISK ASSESSMENT
机译:
在多单元概率风险评估中纳入Flex策略
作者:
Sai Zhang
;
Zhegang Ma
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Multi-Unit Probabilistic Risk Assessment;
Diverse and Flexible Coping Strategies (FLEX);
loss of offsite power;
Systems Analysis Programs for Hands-on Integrated Reliability Evaluation;
90.
HTGR POWER-LEVEL CONTROL ONLY BY REGULATING HELIUM FLOWRATE
机译:
HTGR功率级别控制仅通过调节氦流量
作者:
Zhe Dong
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Indirect power-level control;
high temperature gas-cooled reactor;
stabilitv;
91.
SODIUM FIRE ANALYSIS USING A SODIUM CHEMISTRY PACKAGE IN MELCOR
机译:
在熔体中使用钠化学包装的钠消防分析
作者:
Mitsuhiro Aoyagi
;
Akihiro Uchibori
;
Takahi Takata
;
David L.Y. Louie
;
Andrew J. Clark
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
关键词:
Sodium fire;
spray fire;
pool fire;
numerical analysis;
MELCOR;
NAC package;
sodium fast reactors;
92.
EXPERIMENTAL STUDY ON MULTI-CHANNEL JETS IN PLATE ASSEMBLY UNDER BLOCKAGE CONDITION
机译:
堵塞条件下板组件多通道喷射的实验研究
作者:
Huang huijian
;
Li dongyang
;
Wang peng
;
Sichao Tan
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
93.
METAMORPHIC TESTING ON NUCLIDE INVENTORY TOOL
机译:
核素库存工具的变质测试
作者:
Meng Li
;
Shiyu Yan
;
Xiaohua Yang
;
Jie Liu
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2020年
94.
ASSESSMENT OF SPATIAL PROPERTY VARIABILITY OF THE SUBSURFACE IN SSI STUDIES OF THE ARMENIAN NUCLEAR POWER PLANT
机译:
亚美尼亚核电站SSI研究地下空间性质变异评估
作者:
Nicholas Simos
;
Paruyr Zadoyan
;
Pierre Labbe
;
Pierre Sollogoub
;
J-Pierre Touret
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2004年
关键词:
soil profile;
soil-structure interaction;
floor response spectra;
95.
A MULTIPLE DECISION SUPPORT METRICS METHOD FOR EFFECTIVE RISK-INFORMED ASSET MANAGEMENT
机译:
一种多种决策支持指标方法,以实现有效风险的资产管理
作者:
James K. Liming
;
James E. Salter
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2004年
96.
LIFE CYCLE MANAGEMENT APPLICATION AT THE STARS PLANTS
机译:
恒星植物的生命周期管理应用
作者:
Frank E. Gregor
;
Daniel E. Hromyak
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2004年
关键词:
life cycle management;
aging management;
maintenance planning;
maintenance optimization;
97.
A Study on the Vitrification Tests of The Low Level Radioactive Wastes using Plasma Arc Melter System
机译:
使用等离子弧熔断系统研究低水平放射性废弃物的玻璃化试验
作者:
Boo Ho Yoon
;
Jae Hak Cho
;
Sang Chul Lee
;
Dong Woo Kang
;
Yong Joon Choi
;
Kil Ho Moon
;
Dallsun Um
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2004年
关键词:
vitrification;
melter;
radioactive;
half-life;
leach;
98.
The application of the welding technique at fillet groove by the YAG-laser repair-welding robot for underwater environment
机译:
焊接技术在圆角槽中通过YAG激光修复焊接机器人进行水下环境的应用
作者:
Yasuhiro Makihara
;
Yasuhiro Miwa
;
Naoya Hirose
;
Syuichi Satoh
;
Katura Ohwaki
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
|
2004年
99.
REGULATORY ISSUES OF DIGITAL IC SYSTEM IN LUNGMEN PROJECT
机译:
龙门项目数字I&C系统的监管问题
作者:
C. F. Chuang
;
H. P. Chou
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
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2004年
100.
THE INFLUENCE OF INITIAL GEOMETRIC IMPERFECTION ON THE LOCALIZED BUCKLING OF PRESSURE VESSEL UNDER INTERNAL PRESSURE
机译:
初始几何缺陷对内部压力下压力容器局部屈曲的影响
作者:
WAN Li
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TAO Wei-ming
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WU Xin-xin
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HE Shu-yan
会议名称:
《International Conference on Nuclear Engineering》
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2004年
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